Resumen

Los códigos de transporte de neutrones de Monte Carlo se utilizan habitualmente para realizar cálculos de criticidad y resolver problemas de blindaje debido a su capacidad para modelar sistemas complejos sin mayores aproximaciones. Sin embargo, estos códigos requieren de recursos computacionales elevados. El avance en las capacidades informáticas ha llevado a varias nuevas aplicaciones de los códigos de transporte de neutrones de Monte Carlo. Una interesante es utilizar este método para realizar cálculos de ensamblajes de combustible a nivel de celda con el fin de obtener constantes de grupo para ser utilizadas en cálculos nucleares del núcleo. En el presente trabajo se utiliza el código de cálculo neutrónico orientado a celdas recientemente desarrollado para realizar cálculos de celdas de un banco de pruebas teórico de un reactor de agua en ebullición con venenos quemables, y se comparan los principales resultados con los reportados y con los cálculos realizados con el código de celdas de probabilidad de colisión neutrónica de INVAP.

• Materias:Plomo radiogénico Reactor Térmico Sistema de aspersión Actividades nucleares Simulación atomística
• Subjects:Radiogenic lead Thermal reactor Spraying system Nuclear activities Atomistic simulation
• Palabras claves:Monte carlo; Códigos de transporte de neutrones; Cálculos de criticidad; Problemas de blindaje; Recursos computacionales; Cálculos de elementos combustibles
• Keywords:Monte carlo; Neutron transport codes; Criticality calculations; Shielding problems; Computational resources; Fuel assembly calculations